DE1514223B2

DE1514223B2 - Radioaktive strahlungsquelle und verfahren zu ihrer her stellung

Info

Publication number: DE1514223B2
Application number: DE19651514223
Authority: DE
Inventors: Ivan M.; Halva Carroll J.; St. Paul Minn. Grotenhuis (V.St.A.)
Original assignee: Minnesota Mining and Manufacturing Co
Current assignee: 3M Co
Priority date: 1964-08-24
Filing date: 1965-08-23
Publication date: 1972-02-24
Also published as: US3334050A; DE1514223A1; GB1094549A; CH438502A

Description

Die Erfindung bezieht sich auf eine radioaktive Strahlungsquelle, die aus Teilchen eines festen, wasserunlöslichen, hitzebeständigen Trägcrmaterials mit einem darin verteilten und mit ihm gebundenen Radioisotop besteht, wobei der Träger aus einem wärmebehandelten Ionenaustauschermaterial besteht und das Radioisotop auf physikalischem und chemischem Wege nicht auslaugbar an das Trägermaterial gebunden ist.

Es ist bekanntgeworden, Radioisotope in die Struktur von synthetischen Harzen einzubauen, und es sind Massen hergestellt worden, die Tritium oder Kohlenstoff-14 in der Struktur von synthetischen Harzen bzw. Kunststoffen einverleibt enthalten. Diese Erzeugnisse sind jedoch verhältnismäßig weich, da sie die physikalischen Eigenschaften dieser Kunststoffe aufweisen und eine geringe potentielle spezifische Aktivität zeigen. Gegenüber verhältnismäßig

ίο hohen Temperaturen sind sie nicht beständig und sind auch in bezug auf den Typ der Ionen, die in sie einverleibt werden können, beschränkt.

Es ist weiterhin bekanntgeworden, radioaktive Isotope auf Tonen zu adsorbieren und das Material anschließend zur Erzielung einer harten, feuerfesten Struktur zu brennen. Beim Brennen sintert das Material jedoch zu einer festen spröden Masse zusammen, die — wenn sie in Form von Teilchen verwendet werden soll — gemahlen bzw. anderweitig zerkleinert werden muß, was zur Folge hat, daß die enthaltenen Radioisotope an den gebildeten frischen Oberflächen bloßliegen und auf diese Weise ausgelaugt werden können. Weiterhin kann bei solchen Tonen nur eine sehr geringe spezifische Radioaktivität in die gebrannte Masse einverleibt werden. Die Brauchbarkeit derartiger Massen ist begrenzt und beschränkt sich wahrscheinlich zur Hauptsache darauf, daß auf diese Weise radioaktive Abfälle beseitigt werden können.

Aus der britischen Patentschrift 917 649 ist eine radioaktive Strahlungsquelle bekannt, die aus Teilchen eines anorganischen Ionenaustauschermaterials mit einem darin verteilten und an dieses adsorbierten Radioisotop besteht.

In Atomkernenergie, 5. Jahrgang (1960), Heft 5, S. 183 bis 187, ist ferner beschrieben, daß organisches Ionenaustauschermaterial mit Radioisotopen beladen und als radioaktive Strahlungsquelle benutzt werden kann.

Aus den deutschen Patentschriften 897 742 und 901 685 ist schließlich bekannt, daß zur Verhinderung einer unbeabsichtigten Entfernung von radioaktiven Materialien Überzüge aus nicht aktivem Metall auf den radioaktiven Teilchen angebracht werden können.

Diese bekannten Strahlungsquellen sind insbesondere hinsichtlich einer diagnostischen und therapeutischen Einsatzfähigkeit nicht befriedigend, was unter anderem auf eine ungeeignete spezifische Dichte dieser bekannten radioaktiven Strahlungsquellen zurückzuführen sein mag.

Aufgabe der Erfindung ist es nun, radioaktive Strahlungsquellen zur Verfügung zu stellen, die auf. physikalischem und chemischem Wege nicht auslaugbar sind und eine spezifische Dichte aufweisen, die dem des Blutes oder von anderen Körperflüssigkeiten nahekommt, so daß die Strahlungsquellen besser für diagnostische und therapeutische Zwecke eingesetzt werden können.

Diese Aufgabe wird bei der eingangs genannten radioaktiven Strahlungsquelle dadurch gelöst, daß erfindungsgemäß das Trägermaterial aus einem verkohlten organischen Ionenaustauscher besteht.
Die radioaktive Strahlungsquelle gemäß der Erfindung wird nach einem Verfahren hergestellt, nach dem man eine Lösung, die radioaktive Ionen enthält, mit einem Ionenaustauschharz so lange in Berührung bringt, bis ein bedeutender Ionenaustausch statt-

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gefunden hat, und man das Harz aus der Lösung kann notwendig sein, wenn flüchtige Radioisotope entfernt, wobei das Verfahren gemäß der Erfindung verwendet werden, wie z. B. ein Brennen der Harzdadurch gekennzeichnet ist, daß man ein organisches teilchen, die die adsorbierten Ionen enthalten, unter Ionenaustauschharz verwendet und man das die Druck. Besonders brauchbare Radioisotope sind die radioaktiven Ionen enthaltende Harz bei einer 5 kurzlebigen Isotope, wie Yttrium-90, Ytterbium-169, Wasserabspaltungstemperatur von bis zu etwa 450° C Scandium-46, Chrom-51 u.dgl. Diese Isotope sind wärmebehandelt und dabei das Harz unter Schrump- durch Halbwertszeiten in der Größenordnung von fung und Wasserabspaltung in eine kohlenstoffhaltige weniger als 100 Tagen gekennzeichnet. Die erfin- bzw. kohlenstoffartige, nicht mehr ionenaustausch- dungsgemäßen Teilchen sind jedoch nicht auf die fähige Form umwandelt. In dieser Form sind die io Verwendung dieser Isotope beschränkt, und es könradioaktiven Ionen fest in der Struktur der Teilchen nen auch langlebige Isotope verwendet werden, wo gebunden und können nicht mehr aus ihnen aus- es für spezielle Zwecke erforderlich ist. Wenn Radiogelaugt werden, selbst wenn man Lösungen verwen- isotope mit längeren Halbwertszeiten verwendet werdet, die Ionen enthalten, die sie normalerweise aus den, werden Harze verwendet, die strahlungsbeständem Harz verdrängen würden. 15 diger sind. Derartige Materialien sind bekannt und

Diese Teilchen sind physikalisch recht fest, werden können zur Verwendung bei Gelegenheiten, wo es durch Hitze praktisch nicht angegriffen, zumindest auf eine Strahlungsbeständigkeit ankommt, leicht bis zu den Temperaturen, auf die sie während ihrer ausgewählt werden.

Herstellung erhitzt worden sind, und sind befähigt, Bei den Ionenaustauschharzen, die bei dem Vereine sehr hohe spezifische Radioaktivität zu ent- 20 fahren gemäß der Erfindung verwendet werden könhalten. Bis zu 30 Gewichtsprozent Rodioisotopen nen, handelt es sich um anionische oder kationische können in die Teilchen einverleibt werden. organische Ionenaustauschharze. Es sind zahlreiche

Die ursprüngliche Gestalt der Teilchen wird durch derartige Harze bekannt, und es ist wohlbekannt, die Wärmebehandlung nicht wesentlich verändert. daß sie in Formen erhalten werden können, die einen Die kugelförmigen Harzteilchen bleiben daher kugel- 25 Austausch mit speziellen Ionen gestatten; gegebenenförmig und schrumpfen nur etwa zu glänzenden, falls können sie durch Behandlung mit dem geeigdunkelbraunen oder schwarzen Kügelchen zusammen. neten Reagens in eine solche Form gebracht werden. Unregelmäßig gestaltete Teilchen behalten ebenfalls Beispiele für brauchbare Ionenaustauscher sind

die gleiche allgemeine Gestalt bei, die sie vor der unter anderem die stark"sauren sulfonierten PolyWärmebehandlung besessen haben. 3° styrolharze, Phenolharze, die über Methylengruppen

Die auf diese Weise erhaltenen Teilchen können gebundene Sulfonsäuregruppen enthalten, Polystyrolzur Herstellung von selbstleuchtenden Zeichen und harze, die Phosphonsäuregruppen enthalten, Acryl-Markierungen verwendet werden, wenn sie mit einem harze, die Carboxylgruppen enthalten, Polystyrol-Leuchtstoff bzw. Phosphor kombiniert werden. Von harze, die quaternäre Ammoniumgruppen enthalten, besonderer Brauchbarkeit sind sie auch in der Me- 35 mit Pyridiniumgruppen substituierte Polystyrolharze, dizin. So können sie zur Diagnose und Therapie Epoxy-Polyamin-Harze, die tertiäre und quaternäre verwendet werden sowie wegen ihrer günstigen Ammoniumgruppen enthalten, Polystyrolharze, die spezifischen Dichte, die durch geeignete Wahl der schwach saure Iminodiessigsäuregruppen enthalten, Menge und der Art der verwendeten Ionen eingestellt und Polystyrolharze, die Polyamingruppen enthalten, werden kann, der spezifischen Dichte des Blutes etwa *o Diese Harze sind in Teilchenform erhältlich, wie angepaßt werden, so daß sie im Blut suspendiert und z. B. in Form winziger Kügelchen mit Durchmessern durch die Blutgefäße getragen werden können, ohne von 10 bis 200 μ, oder in Form unregelmäßig gesich in Vertiefungen abzusetzen bzw. anzusammeln. formter Teilchen. Sogar Filme bzw. Folien können Weiterhin lassen sie sich wegen dieser günstigen aus derartigen Harzen hergestellt werden. Sämtliche Dichteeigenschaften viel leichter in pharmazeutischen 45 dieser Formen können bei dem erfindungsgemäßen Medien suspendieren, die bei der Diagnose bzw. bei Verfahren verwendet werden; und obgleich in bezug der Behandlung verwendet werden. auf die verwendbare Teilchengröße keine Beschrän-

Die nach dem Verfahren gemäß der Erfindung kungen bestehen, werden vorzugsweise Kügelchen hergestellten Teilchen sind gegenüber einem Aus- bzw. unregelmäßig gestaltete Teilchen mit einer laugen der in ihnen enthaltenen radioaktiven Teilchen 50 Größe in der Größenordnung von etwa 10 bis 150 μ höchst beständig. So können sie längere Zeit in verwendet. Größere Teilchen können für spezielle wäßrigen bzw. in physiologischen Flüssigkeiten sus- Zwecke verwendet werden; aus praktischen Gründen pendiert werden, ohne daß bedeutende Mengen an wird jedoch die Teilchengröße auf einem Wert geRadioaktivität aus den Teilchen ausgelaugt werden. halten, daß die Teilchen durch ein Sieb mit einer Selbst wenn die Teilchen Risse bilden bzw. zer- 55 lichten Maschenweite von 0,297 mm hindurchgehen, brechen, erhöht sich die Auslaugegeschwindigkeit was einer Teilchengröße von etwa 200 μ entspricht, nicht. Offensichtlich ist das radioaktive Material also Für medizinische diagnostische bzw. therapeutische nach dem Brennen bzw. Erhitzen in irgendeiner Zwecke sind die Teilchen vorzugsweise kugelförmig; Weise strukturmäßig innerhalb der Poren des Ionen- und sie können — wie z. B. durch Sieben — so austauschharzes gebunden. Die exakte Natur dieser 60 klassifiziert werden, daß gewährleistet ist, daß nur Bindung ist nicht genau bekannt, doch ist anzuneh- Teilchen eines engen Größenbereichs erhalten wermen, daß die Ionen nicht nur auf bloße physikalische den. Auf diese Weise können Teilchen erhalten wer-Weise in den Poren eingeschlossen sind, sondern den, die z. B. zur Einführung in den Blutkreislauf auch chemisch gebunden vorliegen. geeignet sind.

Ganz allgemein können bei dem Verfahren gemäß 65 Bei den in der Ionenaustauschstufe des Verfahrens der Erfindung sämtliche radioaktiven Isotope ver- gemäß der Erfindung verwendeten Lösungen handelt wendet werden, die in einer Lösung in Form von es sich gewöhnlich um wäßrige Lösungen, doch kön-Ionen vorliegen können. Eine spezielle Behandlung nen auch organische Lösungsmittel verwendet wer-

den, in denen die Radioisotope in Form von Ionen vorliegen. So können z. B. Lösungen von Radioisotopen in niederen aliphatischen Alkoholen oder Ketonen verwendet werden, oder man kann wäßrige Lösungen benutzen, die organische Lösungsmittel enthalten. Zu diesen Lösungen können geeignete Mittel zur Einstellung des gewünschten pH-Wertes gegeben werden, und zwar entweder saure oder basische Mittel, je nach Lage des Falles. Diese Maßnahmen und Mittel sind wohlbekannt, da die erste Stufe des erfindungsgemäßen Verfahrens eine normale Ionenaustauschstufe darstellt und in dieser Beziehung in der üblichen Weise durchgeführt wird. Die angewendeten Verfahren sind ebenfalls wohlbekannt, und der Ionenaustausch kann einfach in der Weise durchgeführt werden, daß man die Teilchen des Ionenaustauschharzes mit der Lösung aufschlämmt oder die Lösung durch eine Säule des Harzmaterials gibt. Natürlich müssen entsprechend der radioaktiven Natur der verwendeten Isotope geeignete Vorsichtsmaßnahmen getroffen werden.

Das Brennen der die radioaktiven Ionen enthaltenden Teilchen wird in einem Ofen durchgeführt, wie z. B. in einem üblichen mit Hilfe elektrischer Widerstände beheizten Ofen, der die erforderlichen Temperaturen zu liefern vermag. Glasbehälter sind für diesen Zweck recht geeignet und haben den Vorteil, daß man ihren Inhalt während des Brennvorganges unter Beobachtung halten kann. Im allgemeinen werden die getrockneten, d. h. lösungsmittelfreien Teilchen in den Behälter gebracht, in dem Ofen innerhalb von etwa 1 Stunde auf die gewünschte Temperatur erhitzt und sodann bei dieser Temperatur etwa 4 Stunden belassen. Während dieser Zeitdauer schrumpfen die Teilchen unter Entwicklung von Wasserdampf und anderen Gasen zusammen und nehmen eine schwarze Farbe an, ohne jedoch zusammenzuschmelzen oder in irgendeiner anderen Weise aneinanderzuhaften. Die Teilchen werden dann abkühlen gelassen und sind zur weiteren Behandlung fertig.

Die typischen Veränderungen in der Zusammensetzung der Kügelchen nach dem Brennen lassen sich aus den Ergebnissen ersehen, die bei der Elementaranalyse eines sulfonierten Polystyrolharz-Ionenaustauschers vor und nach dem Brennen erhalten wurden. Vor dem Brennen wiesen die luftgetrockneten Teilchen die folgende prozentuale Zusammensetzung auf: C: 48,3; H: 5,1; 0: 32,6; S : 13,4. Nach dem Brennen betrug die prozentuale Zusammensetzung C: 67,5; H : 3,0; O : 21,0; S : 3,3. Der Gewichtsverlust betrug etwa 80% des ursprünglichen Gewichtes. Die Kügelchen schrumpfen beim Brennen gewöhnlich auf etwa 65% ihres ursprünglichen Durchmessers zusammen.

Die beim Brennen angewendeten Temperaturen betragen, wie oben angegeben ist, bis zu etwa 450° C. Die angewendete Maximaltemperatur richtet sich nach der Natur der Ionen und des jeweils verwendeten Harzes. Die Mindesttemperatur ist der Wert, bei dem die Teilchen in eine kohlenstoffartige bzw. kohlenstoffhaltige, nicht mehr ionenaustauschfähige Form umgewandelt werden, in der die Ionen des Radioisotops — wie sich durch die weiter unten beschriebenen Auslaugungsprüfversuche ermitteln läßt — in nicht auslaugbarer Form fest gebunden sind. Diese Mindesttemperaturen liegen in der Größenordnung von 200 bis 250° C. Die obere Temperaturgrenze richtet sich nach dem Punkt, bei dem das Harz vollständig abgebaut bzw. zersetzt wird. Im allgemeinen beginnen sich sämtliche der zur Zeit bekannten Ionenaustauschharze in bedeutendem Maße bei Temperaturen in der Größenordnung von 500° C zu zersetzen, so daß sie nach längerem Erhitzen auf diese Temperaturen nicht mehr befähigt sind, die Radioisotope festzuhalten, wie der Auslaugprüfversuch zeigt.

ίο Die radioaktive Strahlungsquelle nach der Erfindung kann als solche α-, β- und /-Strahlen emittieren. Zum Beispiel können Teilchen, die α-Teilchen emittierende Isotope enthalten, zur Herstellung von Folienmaterialien verwendet werden, indem sie mit einem geeigneten Trägermaterial verbunden werden. In dieser Form können sie dann als statische Eliminatoren, d. h. als Mittel zur Entfernung elektrostatischer Ladungen, verwendet werden. Für diesen Zweck können die Folienmaterialien z. B. in der

ao Nähe eines Fließ- bzw. Förderbandes angebracht werden; ein auf dem Band befindliches elektrostatisches Potential wird dann durch Ionisierung der umgebenden Luft, wodurch die Elektrizität abgeleitet werden kann, praktisch bis auf den Wert Null herabgesetzt.

Durch Überziehen mit Phosphoren bzw. Leuchtstoffen, wie z. B. in einem organischen Bindemittel, und zwar durch Überziehen der Teilchen selbst oder durch Überziehen--der auf einem Trägermaterial befestigten Teilchen, können selbstleuchtende Markierungen, Zeichen u. dgl. erhalten werden.

Beispiel 1

2 g eines stark sauren Kationenaustauschharzes, wobei es sich um ein sulfoniertes Harz vom Polystyroltyp handelte, in Form von Kügelchen mit einem Durchmesser von etwa 10 bis 20 μ und in der Η-Form wurden zu 50 ecm einer Lösung gegeben, die 3500 Millicurie Yttrium-90 enthielt und mit Hilfe von Citratpuffer auf einen pH-Wert von 5,5 gepuffert war. Die Aufschlämmung wurde zum Sieden erhitzt und sodann 1 Stunde geschüttelt, worauf die Lösung abdekantiert wurde und die Ionenaustauscherkügelchen, die nun 99,8% des Radioisotops enthielten, zweimal mit je 50 ecm H₂O gewaschen wurden. Die Kügelchen wurden etwa 1 Stunde an der Luft getrocknet und in einem Glasbehälter in einen Ofen gebracht. Die Temperatur wurde innerhalb von 1 Stunde auf 350° C gebracht und sodann 4 Stunden auf diesem Wert gehalten. Die gebrannten Kügelchen, die nunmehr zusammengeschrumpft und glänzend schwarz, jedoch noch kugelförmig waren, wurden aus dem Ofen entfernt und abgekühlt. Sie wurden dann mit 50 ecm 0,1 n-Salpetersäure 16 Stunden behandelt, wobei nur 0,1% der in den Kügelchen enthaltenen 3500 Millicurie entfernt wurden. Die Kügelchen wurden weiter zweimal mit je 50 ecm Wasser gewaschen und sodann 1 Stunde bei 100° C getrocknet.

Das auf diese Weise erhaltene Produkt wurde auf seine Auslaugbeständigkeit geprüft, indem die Kügelchen in 50 ecm einer 0,9%igen Natriumchloridlösung gebracht und in dieser Lösung 16 Stunden belassen wurden. Eine zu diesem Zeitpunkt entnommene Probe der überstehenden Flüssigkeit zeigte bei Untersuchung mit Hilfe eines üblichen Geiger-Müller-Endfensterzählrohres, daß lediglich 0,01 % des gesamten Yttrium-90 in löslicher Form in der überstehenden

Flüssigkeit enthalten waren. Das Endprodukt wog 1,4 g und wies eine spezifische Aktivität von 2500 Millicurie/g auf.

Zur Bestimmung der Auslaugbeständigkeit dieser Teilchen wurden ein weiterer Prüfversuch durchgeführt, indem 0,1 g der Teilchen in 10 ecm menschliches Blut gebracht wurden. Nur 0,5 % der gesamten vorhandenen Radioaktivität waren nach 5tägigem Rühren bei einer Temperatur von 37° C in dem Blut enthalten.

Beispiel 2

Eine Lösung von 2,41 g Strontiumnitrat in 50 ecm destilliertem Wasser, die 50 Millicurie Sr-90 enthielt, wurde durch eine Säule gegeben, die mit 5 g kleinen Kügelchen eines stark sauren Kationenaustauschharzes vom sulfonierten Polystyroltyp in der Ammoniumform gefüllt war. Die Analyse der ausfließenden Lösung nach 2maligem Hindurchgeben durch die Säule zeigt, daß 94% des Sr-90 von dem Ionenaustauschharz adsorbiert worden waren. Die Kügelchen wurden aus der Säule entfernt und an der Luft getrocknet. Nach dem Trocknen wurden sie in einen Ofen gebracht und innerhalb von 1 Stunde auf 260° C erhitzt. Der Ofen wurde dann 19 Stunden auf dieser Temperatur gehalten, wonach die Kügelchen schwarz und geschrumpft waren, obgleich sie noch kugelförmig und glänzend waren. Die Kügelchen wurden aus dem Ofen entfernt und abgekühlt.

Die auf diese Weise erhaltenen radioaktiven Kugelchen wogen 3,5 g und enthielten 13,5 Millicurie Sr-90 je Gramm. Das Produkt wurde in 50 ecm Wasser 4 Tage bei Raumtemperatur eingetaucht. Die Analyse der überstehenden Lösung mit Hilfe eines Geiger-Müller-Zählrohres zeigte, daß lediglich 0,01% des Sr-90 aus den Kügelchen in die Flüssigkeit ausgelaugt worden waren. Die Probe der Kügelchen wurde weiterhin in 50 ecm einer 0,9%igen Natriumchloridlösung 28 Stunden aufbewahrt. Nach Ablauf dieser Zeit wurde gefunden, daß 0,06% des Sr-90 aus den Kügelchen ausgelaugt worden waren.

Beispiel 3

2 ecm einer wäßrigen Thalliumnitratlösung, die etwa 7,5 Millicurie Tl-204 je Kubikzentimeter enthielten, wurden mit Wasser auf 7,5 ecm verdünnt, und der pH-Wert wurde mit verdünnter Salpetersäure auf etwa 6 eingestellt. Etwa 0,2 g kleiner Kügelchen eines stark sauren Kationenaustauscherharzes (sulfoniertes Harz vom Polystyroltyp) in der H-Form wurden zu dieser Lösung gegeben, und das Ganze wurde 24 Stunden geschüttelt. Etwa 50% des Tl-204 wurden von dem Harz während dieser Zeit adsorbiert, was durch Analyse der überstehenden Flüssigkeit ermittelt wurde. Die überstehende Flüssigkeit wurde abdekantiert und das Harz 1 Stunde bei Raumtemperatur getrocknet. Nach dem Trocknen wurde das Harz in einen Ofen gebracht und innerhalb von 1 Stunde auf eine Temperatur von 400° C erhitzt. Diese Temperatur wurde 5 Stunden aufrechterhalten, wonach das Harz entfernt und abgekühlt wurde. Die schwarzen Kügelchen wurden weiter mit 20 ecm einer 8 n-Salpetersäure 5 Stunden bei Raumtemperatur behandelt. Die Kügelchen wurden gewaschen und 2 Stunden bei 100° C getrocknet. Das Endprodukt wog 0,13 g und wies eine spezifische Aktivität von 51,2 Millicurie je Gramm auf. Nur 0,12% des Tl-204 waren während der oben beschriebenen Behandlung mit Salpetersäure aus den Kügelchen entfernt worden. Die Kügelchen wurden weiter geprüft, indem sie in 20 ecm einer 0,1 n-HCl 16 Stunden aufbewahrt wurden. Die Analyse der überstehenden Flüssigkeit mit Hilfe eines üblichen Geiger-Müller-Zählrohres zeigte, daß weniger als 0,01% des Tl-204 bei dieser Behandlung aus den Kügelchen entfernt worden waren.

Beispiel 4

50 ecm einer wäßrigen Lösung, die 100 Millicurie S-35 in Form von Natriumsulfat enthielten, wurden 18 Stunden mit 1 g eines stark basischen Anionenaustauschharzes vom Polystyroltyp, das quaternäre Amingruppen enthielt, in Form von kleinen Kügelchen mit einem Durchmesser von etwa 50 μ geschüttelt. Nach Ablauf dieser Zeit zeigte eine Untersuchung der überstehenden Flüssigkeit mit Hilfe eines Geiger-Müller-Zählrohres, daß 98% des S-35 von dem Harz aufgenommen worden waren. Die überstehende Flüssigkeit wurde abdekantiert und das Harz mit 250-ccm-Anteilen von destilliertem Wasser gewaschen und 4 Stunden an der Luft bei 100° C getrocknet. Die Kügelchen wurden dann in einen Ofen von 350° C gebracht und 4 Stunden bei dieser Temperatur behandelt. Nach dem Abkühlen waren die Kügelchen schwarz und glänzend und wogen etwa 0,6 g. Die spezifische Radioaktivität des Produktes betrug 160 Millicurie je Gramm.

Das auf diese Weise erhaltene Produkt wurde auf seine Auslaugebeständigkeit geprüft, indem etwa 0,4 g der Kügelchen in 10 ecm 0,1 η-Salzsäure gebracht wurden und das Gemisch mit einem Ultraschallgenerator 1 Stunde behandelt wurde. Danach wurde die Salzsäurelösung geprüft, und es wurde gefunden, daß nur etwa 0,04% des in den Teilchen enthaltenen S-35 in die überstehende Flüssigkeit ausgelaugt worden waren. Die gleiche Probe wurde in 50 ecm 0,1 n-Salzsäure 5 Tage bei Raumtemperatur aufbewahrt. Danach wurde gefunden, daß die überstehende Flüssigkeit etwa 0,05 % der gesamten S-35-Aktivität enthielt.

Eine große Zahl der verschiedensten radioaktiven Materialien mit den verschiedensten Eigenschaften (wie in bezug auf die Halbwertszeit, ob beim radioaktiven Zerfall Partikeln oder Strahlen emittiert werden, sowie in bezug auf die Valenz) können bei dem Verfahren gemäß der Erfindung verwendet werden. Unter weiteren radioaktiven Ionen (sowohl Kationen als auch Anionen), die verwendet werden können, befinden sich Sc-134, Cs-137, Ag-111, U-235, Au-198, P-32 und C-14 sowie Isotope von Jod, Rubidium, Calcium, Barium, Scandium, Titan, Chrom, Mangan, Eisen, Kobalt, Nickel, Kupfer, Zink, Yttrium, Zirkonium, Indium, Cadmium, den Seltenen Erdmetallen, Quecksilber, Blei, Americium und Neptunium.

Die Erfindung umfaßt ferner mit Metallen überzogene kohlenstoffhaltige bzw. kohlenstoffartige Kügelchen, die radioaktive Ionen enthalten. Die Metallüberzüge erhöhen die mechanische Festigkeit und wirken als zusätzliche Sperrschichten für eine mögliche Freisetzung radioaktiver Materialien, wie z. B. durch Abplatzen, Abrieb usw. Dies ist bei vielen Anwendungszwecken der teilchenförmigen radioaktiven Strahlungsquellen, wie z. B. in der Lebensmittelindustrie, von großer Bedeutung. So können Flüssigkeiten direkt durch ein Bett der mit

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einem Metall überzogenen radioaktiven Teilchen ge- getaucht und sodann, ohne zu trocknen, mit etwa leitet werden, um diese Flüssigkeiten mit <%-, ß- oder 100 ecm einer Palladiumchloridlösung behandelt, y-Strahlung zu behandeln, ohne daß die Gefahr einer die etwa 1 g Palladiumchlorid je Liter Wasser entKontamination der Flüssigkeit durch ausgelaugte hielt. Die auf diese Weise behandelten Kügelchen Radioaktivität besteht. Unter den Metallen, die zur 5 wurden aus der Lösung entfernt und in noch feuch-Herstellung von Schutzüberzügen auf den Teilchen tem Zustand in ein stromloses Nickelplattierungsbad verwendet werden können, befinden sich Nickel, der folgenden Zusammensetzung gebracht:
Kobalt, Kupfer, Silber, Gold, Niob, Tantal, Wolfram,
Zirkonium, Titan usw. NiCl₂-OH₂O 30 g

Das Überziehen läßt sich nach verschiedenen Ver- io NaC₂H₃O₃ 50 g

fahren erreichen, wie z. B. durch stromlose Abschei- Na₂H₂PO₂ · H₂O 10 g

dung oder durch Elektroabscheidung, durch Auf- Wasser bis auf 1000 ecm

dampfen usw. Zum Beispiel können die radioaktiven pH-Wert 4 bis 4,5

Kügelchen in Form eines Wirbelschichtbettes mit

einem dispergierten (wie z. B. gasförmigen) Metall- 15 Das Bad wird auf etwa 90° C erhitzt. Die Kügel-

carbonyl aufgewirbelt und das Wirbelschichtbett auf chen werden in dem Bad etwa 1 Stunde bei dieser

eine ausreichende Temperatur erhitzt werden, um Temperatur gerührt, sodann herausgenommen, mit

das Carbonyl zu zersetzen und um auf diese Weise destilliertem Wasser gewaschen und getrocknet. Über

das Metall freizusetzen und auf der Oberfläche der der gesamten Oberfläche der Kügelchen hat sich ein

Kügelchen abzuscheiden. Ein weiteres Verfahren be- 20 Nickelüberzug von etwa 5 bis 8 μ Dicke gebildet,

steht darin, die Teilchen zunächst elektrisch leitend In ähnlicher Weise können unter Anwendung be-

zu machen (durch Überziehen mit Graphit, mit kannter stromloser Uberzugsverfahren dichte, un-

Metallpulvern, durch Aufdampfen von Metallen durchlässige, fest haftende Überzüge von Silber,

usw.) und sie sodann zu galvanisieren. Andere Ver- Kupfer, Kobalt und Gold auf den Kügelchen bzw.

fahren können ebenfalls angewendet werden. 25 Teilchen der Erfindung erhalten werden.

. . Die auf diese Weise überzogenen Teilchen sind

Beispiel D gegenüber einer unbeabsichtigten Entfernung der

Nach dem Verfahren von Beispiel 2 hergestellte radioaktiven Materialien außergewöhnlich beständig

radioaktive Kügelchen (1 g), die etwa 13,5 Millicurie und sind daher besonders auf den zahlreichen An-

Sr-90 enthielten, wurden in etwa 100 ecm einer 30 Wendungsgebieten vorteilhaft, wo es auf eine solche

10%igen wäßrigen Lösung von Zinn(II)-chlorid ein- Beständigkeit ankommt.

Claims

Patentansprüche:

1. Radioaktive Strahlungsquelle, die aus Teilchen eines festen, wasserunlöslichen, hitzebeständigen Trägermaterials mit einem darin verteilten und mit ihm gebundenen Radioisotop besteht, wobei der Träger aus einem wärmebehandelten Ionenaustauschermaterial besteht und das Radioisotop auf physikalischem und chemischem Wege nicht auslaugbar an das Trägermaterial gebunden ist, dadurch gekennzeichnet, daß das Trägermaterial aus einem verkohlten organischen Ionenaustauscher besteht.

2. Radioaktive Strahlungsquelle nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Radioisotop Yttrium-90 ist.

3. Radioaktive Strahlungsquelle nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Radioisotop Strontium-90 ist.

4. Radioaktive Strahlungsquelle nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Radioisotop Thallium-204 ist.

5. Radioaktive Strahlungsquelle nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Radioisotop Schwefel-35 ist.

6. Radioaktive Strahlungsquelle nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Radioisotop Uran ist.

7. Radioaktive Strahlungsquelle nach Ansprüchen 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Teilchen einen Metallüberzug aufweisen.

8. Verfahren zur Herstellung einer radioaktiven Strahlungsquelle nach Ansprüchen 1 bis 6 durch Inberührungbringen einer Lösung, die radioaktive Ionen enthält, mit einem Ionenaustauschharz, und zwar so lange, bis ein bedeutender Ionenaustausch stattgefunden hat, und Entfernen des Harzes aus der Lösung, dadurch gekennzeichnet, daß man ein organisches Ionenaustauschharz verwendet und man das die radioaktiven Ionen enthaltende Harz bei einer Wasserabspaltungstemperatur von bis zu etwa 450° C wärmebehandelt und dabei das Harz unter Schrumpfung und Wasserabspaltung in eine kohlenstoffhaltige, nicht mehr ionenaustauschfähige Form umwandelt.

9. Verfahren nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß das Harz in Form von Teilchen vorliegt.

10. Verfahren nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet, daß die Teilchen nach der Wärmebehandlung mit einem Metall überzogen werden.